Климанов Дозиметрическое планирование лучевой ч2 2008

4.1.Однокомпонентный случай

Втрадиционной терапии биологические эффекты прямо коррелируют с поглощенной дозой. Однако применение фракционирования облучения осложняет проблему. Фоулер [93] предложил использовать линейноквадратичную модель для определения биологически эффективной дозы при разных схемах фракционирования. Эта модель основывается на сохранении отношений (α/β), которые рассчитываются из экспериментально полученных данных по определению изоэффекта при разных режимах фракционирования. Главное преимущество такого подхода заключается

внезависимости этих отношений от уровня наблюдаемого изоэффекта. Согласно этой модели эффект E определяется следующим образом:

где n – число фракций; d – поглощенная доза за фракцию. Уравнение (3.42) можно переписать в виде:

где D – полная поглощенная доза.

Коэффициент α представляет одинарную поломку и легко находится из кривой 1/D = f(d). Биологически эффективная доза (Deff) определяется в линейно-квадратичной модели как полная доза, требуемая для возникновения специфического эффекта E при очень малой дозе за одну фракцию [95]:

Однако значения Deff , рассчитанные для разных отношений (α/β), не строго сравнимы. Например, в случае разных поглощенных доз за фракцию, d1 и d2 полная Deff сумма двух парциальных толерантных PE1 и PE2 равна:

Линейно-квадратичная модель дает направление для сравнения и комбинации разных режимов (схем) фракционирования, но при определенных ограничениях. Главными ограничениями являются применимость к пациентам и неопределенность в значениях отношений (α/β), измеренных в экспериментах с животными и извлеченных из ретроспективного анализа результатов ЛТ пациентов. К сожалению,

243

они, в основном, проводились до появления современных высоких технологий.

4.2. Двухкомпонентный случай

Быстрые нейтроны как излучение с высоким ЛПЭ имеют ОБЭ значительно превосходящее ОБЭ фотонов. Однако ОБЭ не является постоянной величиной, она изменяется с дозой, выбранным биологическим эффектом и микродозиметрическим спектром в конкретной точке. Кроме того, пучки быстрых нейтронов всегда “загрязнены” фотонами, относительное количество которых изменяется от 3 до 10 % и выше в зависимости от размера поля, глубины в фантоме и расстояния от оси пучка.

Рис. 3.47. Определение ОБЭ для уровня выживания 10 % для BE11 клеток человеческой меланомы [96]. Сплошная линия для нейтронов реакции d(14)Be, пунктирная – для 240 кВ рентгеновского излучения

Результаты измерения ОБЭ и микродозиметрических спектров для пучков нейтронов, генерируемых в реакциях от p(4)Be до p(65)Be, показывают, что она в зависимости от качества излучения изменяется до 50 % [95] и связана также с выше отмеченными параметрами. В качестве примера на рис. 3.47 демонстрируется оценка ОБЭ для уровня выживания 10 % [96]. В этом случае она равняется 2,97. Однако из рисунка хорошо видно, что при других уровнях выживания, значение ОБЭ будет другое.

На основе таких данных в работе [97] делается вывод, что ОБЭ зависит от поглощенной дозы и может считаться постоянной только

244

вдоль изодозовых поверхностей. Следовательно, перенос значений толерантных доз для нормальных тканей и критических органов из ТР в ТБН неправомерен. Это обусловлено, в первую очередь тем, что кривые доза-эффект имеют разную форму, и что вероятность репарации после фотон/электронного облучения отличается от таковой после нейтронного облучения. В результате критический орган при ТБН может иметь, например, толерантную дозу равную только 30 % от толерантной дозы при ТР. Это является еще одним аргументом в поддержку утверждения, что нельзя одним параметром описать биологический эффект от различных видов излучения.

Тем не менее, для целей планирования облучения иногда применяется средний весовой фактор τ ( равный 3) к поглощенной дозе от гамма-излучения для определения нейтрон-эквивалентной поглощенной дозы от гамма-излучения. Таким образом, полную эффективную дозу определяют как

где Dn – поглощенная доза от нейтронов.

Европейский протокол [85] признает правомерность применения одного параметра только для ежедневных предписаний. В то же время в публикации МКРЕ 29 [98] говорится, что эта величина не должна быть официально утверждаемой. Только полная поглощенная доза DT и поглощенная доза гамма-излучения (в скобках) являются официально утверждаемыми величинами:

4.3. Четырехкомпонентный случай

Как отмечалось выше, при нейтрон-захватной борной терапии существуют четыре отдельные компоненты поглощенной дозы: а) борная доза DB, обусловленная реакцией 10B(n,α)7Li, в результате которой образуются α частица ион 7Li c пробегами 9 и 5 мкм соответственно; б) доза с высоким ЛПЭ Dp (протоны), обусловленная реакцией 14N(n,p)14C; в) нейтронная доза Dn, обусловленная, в основном, быстрыми и эпитепловыми нейтронами; г) доза от гаммаизлучения Dγ, обусловленная как реакцией захвата 1H(n,γ)2D, так и гамма-излучением, содержащимся в самом пучке. Полная поглощенная доза равняется сумме четырех компонент (см. 3.31). Рекомендуется [85, 86] всегда определять и публиковать как полную поглощенную дозу DT, так и четыре ее компонента. Однако эти компоненты не должны между

245

собой сравниваться и складываться при рассмотрении биологических эффектов. Для рутинной практики и внутренних сравнений допускается применение полной взвешенной дозы (см. (3.38)) как суммы четырех взвешенных компонентов

Рассмотрим слабые места процедуры взвешивания.

•Весовые факторы должны определяться из сравнения результатов расчетов, зависящих от четырех переменных, с измерением четырех дозовых компонент. Учитывая ограниченность экспериментальных данных, можно ожидать достаточно высоких погрешностей в найденных значениях весовых множителей (до 10% и больше).

•Для определения дозы от захвата на боре важно знать микрораспределение бора в организме. Оно же обычно не известно.

•Так как кривые доза-эффект имеют для четырех компонент разную форму, то ОБЭ сильно зависит от поглощенной дозы. Поэтому, чтобы предсказать эффекты вдоль изодозовых поверхностей, должны быть приняты во внимание ОБЭ, изменяющиеся с поглощенной дозой для каждой компоненты. Это, конечно, никогда не делается.

•Конечные биологические эффекты для четырех компонент не подлежат прямому сравнению. Так как механизм взаимодействия при ядерных реакциях и при взаимодействии фотонов различен, невозможно найти единый параметр для прогнозирования конечного биологического эффекта.

•На вероятность ядерных реакций, вызываемых быстрыми, эпитепловыми и тепловыми нейтронами, сильное влияние оказывает спектральное распределение нейтронов. В то же время мировые центры НЗБТ имеют существенно отличающиеся спектры пучков. К тому же спектры меняются с глубиной. Данные эффекты никогда точно не оценивались, что естественно увеличивает неопределенность в значениях взвешивающих коэффициентов.

•Имеют существенное значение и химические свойства препаратов

итип органов и тканей, подвергающихся НЗБТ.

•Взвешивающие факторы, определенные in vitro и в экспериментах на животных, применяются непосредственно к человеку. Это еще больше увеличивает неопределенность в их значениях.

Отмеченные обстоятельства ставят под большое сомнение правомерность использования понятия фотонной эквивалентной дозы единиц, подобных грэй-эквивалент, для прогнозирования результатов в НЗБТ.

246

Контрольные вопросы

1.Какие радиобиологические особенности имеет облучение быстрыми нейтронами?

2.Что такое кислородный эффект?

3.Назовите преимущества и недостатки облучения нейтронами по сравнению с облучением гамма-излучением.

4.Сформулируйте требования, предъявляемые к нейтронным облучательным установкам.

5.Опишите способы получения клинических пучков быстрых нейтронов.

6.Каким требования должны удовлетворять материалы, используемые в фантомах для клинической нейтронной дозиметрии?

7.Как проводится преобразование дозовых распределений, измеренных в фантоме, к дозовым распределениям в ткани?

8.Назовите группы фантомных материалов, имеющих близкие дозовые распределения.

9.Опишите основные особенности эмпирической модели тонкого луча нейтронов, основанной на экспериментальных данных.

10.Опишите основные особенности эмпирической модели тонкого луча нейтронов, основанной на расчетных данных.

11.Как аппроксимируются компонента первичных нейтронов и компонента рассеянных нейтронов в дозовом ядре тонкого луча?

12.Опишите принципы нейтрон-захватной терапии.

13.Какие способы применяются для усиления нейтронной терапии с помощью реакции захвата нейтронов бором?

14.На сколько процентов удается усилить в настоящее время терапию быстрыми нейтронами с помощью реакции захвата нейтронов бором?

15.Почему для нейтрон-захватной терапии рекомендуется использовать пучки эпитепловых нейтронов?

16.Какие проблемы имеются в области применения ядерных реакторов для нейтрон-захватной терапии?

17.Какие проблемы имеются в области применения ускорителей для нейтрон-захватной терапии?

18.Опишите основные моменты в модернизации выходных каналов ядерных реакторов для целей нейтрон-захватной терапии.

19.Что такое “достижимая глубина” и “терапевтическое отношение” для клинических пучков нейтронов, используемых для нейтронзахватной терапии, и какие способы существуют для их повышения?

247

20.Как производится расчет дозовых распределений в нейтронзахватной терапии?

21.Из каких составляющих состоит поглощенная доза в нейтронзахватной терапии?

22.Как проводились базовые (опорные) расчеты доз в нейтронзахватной терапии?

23.Назовите преимущества и ограничения в использовании биологически взвешенной дозы в нейтронной и нейтрон-захватной терапии.

Список литературы

1.Мардынский Ю.С. Место нейтронной терапии в лечении злокачественных новообразований.// Мед. Физ. 2001. № 9. С.37 – 39.

2.A. Wambersie, F. Richard, N. Bretan, “Development of fast netron therapy worldwide: Radiobiological, clinical and technical aspects.” Acta oncol., v. 33, p. 261– 274, 1994.

3.R.S. Stone, “Neutron therapy and specific ionization.” AJR, v. 59, p.771 – 785, 1948.

4.P. Scalliet, “Trouble with neutron.” Eur. J. Cancer, v. 27, p. 225 – 230, 1991.

5.E.J. Hall, “Radiobiology for radiologist.” Ed.3, Philadelphia, (J.B. Lippincott, 1988).

6.Рабочая группа Совета по науке, технологиям и образованию при президенте Российской Федерации, “Концепция развития ядерной медицины и лучевой терапии на 2008 – 2015 г. (Аналитическая справка). Часть 4.2. Нейтронная и нейтрон-захватная терапия.” М.: 2007. С. 15 – 18.

7.Е. Bourhis-Martin et al., ”Empirical description and Monte Carlo simulation of fast neutron pencil beams as basis of a treatment planning system.” Med. Phys., v. 29(8), p. 1670 – 1677, 2002.

8.Е. Bourhis-Martin et al., ”Validation of a pencil beam model-based treatment planning system for fast neutron therapy.” Med. Phys., v. 30(1), p. 21 – 26, 2003.

9.D.T.L. Jones et al., ”Neutron fluence and kerma spectra of a p(66)/Be(40) clinical source.” Med. Phys., v. 19(5), p, 1286 – 1291 (1992).

10.Клепов А.Н., Кураченко Ю.А., Левченко В.А., Матусевич Е.С. Применение методов математического моделирования в ядерной медицине.// Под ред. Е.С. Матусевича. Обнинск, 2006.

248

11.International Commission on Radiation Units and Measurements. Report No. 26, “Neutron dosimetry for biology and medicine.” (Washington, D.C., 1977).

12.D.R. White, “Tissue substitutes in experimental radiation physics.” Med. Phys., v. 5(6), p, 467 – 479, 1978.

13.N.A. Frigerio, R.F. Coley, M.J. Sampson, Phys. Med. Biol. v.17, p. 792, 1972.

14.L.J. Goodman, Health Phys., v. 16, p. 763, 1969.

15.S.W. Alderson et al., Am. J. Roentgenol., v. 87, p. 185, 1962.

16.R. Schmidt, A. Hess, Int. J. Radiat. Oncol. Biol. Phys., v. 8, p. 1511,

1982.

17.F.W. Hensley, J. Rassow, A. Temme, “Tissue equivalence in clinical neutron dosimetry: Comparison of dose distribution in nine tissue substitutes for a d(14)Be neutron beam.” Med. Phys., v. 12(3), p. 350 – 356, 1985.

18.M. Awschalom, I. Rosenberg, R.K. Haken, “Scaling neutron absorbed dose distributions from one medium to another.” Med. Phys., v. 10(4), p. 436 – 443, 1983.

19.M.B. Chadwick et al., “A consistent set of neutron kerma coefficients from thermal to 150 MeV for biologically important materials.” Med. Phys., v. 26 (6), p. 974 – 991, 1999.

20.M. Awschalom, I. Rosenberg, A. Mravea, Med. Phys., v. 10, p. 395,

1983.

21.International Commission on Radiation Units and Measurements. Report No. 23, “Report of task group on reference man.” Pergamon, New York, 1975.

22.J.B. Smathers et al., Med. Phys., v. 4, p. 74, 1977.

23.W. Baumhoer, “Rechnergestutzte bestrahlungsplannung fur tumortherapiemit schnellen an der essener neutronentherapie – Anlage CIRCE.” Strahlentherapie, v. 159, p. 411 – 421, 1982.

24.P. Meissner, “A pencil model for calculation of neutron and photon absorbed dose of d(14)Be – neutrons.” In “Proceedings of the World Congress of medical physics and biomedical engineering,” edited by W. Bleifeld, D. Harder et al. (Hamburg, Germany, 1982).

25.J.J. Broerse, B.J.Mijnheer, J.R. Williams, “European protocol for neutron dosimetry for external beam therapy,” Br. J. Radiol. v. 54, p. 882 – 898, 1981.

26.Моисеев А.Н, Климанов В.А. Дозовое распределение в цилиндрическом водном фантоме от тонкого луча нейтронов для 28 групп энергий в диапазоне 0 – 14,5 МэВ.// Медицинская физика, 2008,

№, С. 25 – 34.

249

27.G.E. Laramore et al., “Fast neutron and mixed (netron/photon) beam teletherapy for grade III and IV astrocytomaa.” Cancer, v. 42, p. 96 – 106, 1978.

28.M.Catterall et al.,”Fast neutron compared with megavoltage x-rays in the treatment of patient with supratentrial gliobalastomas: a controlled pilot study.” Int. J. Radiat. Oncol. Biol. Phys., v. 6, p. 261 – 266, 1980.

29.F.M. Waterman et al., “The use of 10B to enhance the tumor dose in fast-neutron therapy.” Phys. Med. Biol., v. 23, p. 592 – 602, 1978.

30.D.W. Nigg et al., “Modification of the University of Washington Neutron Radiotherapy Facility for optimization of neutron capture enhancement fast neutron therapy.” Med. Phys., v. 27, p. 359 – 367, 2000.

31.J. Burmeister et al., “Boron neutron capture enhancement of fast neutron radiotherapy utilizing a moderated fast neutron beam.” Med. Phys.,

v.32(3), p. 666 – 672, 2005.

32.R.L. Maugham et al., “ Progress towards boron neutron capture enhancement of fast neutron therapy at Harper Hospital Neutron Therapy Facility.” In: “Frontiers in Neutron Capture Therapy,” edited by M.F. Hawthorne et al., v. 1, p. 703 – 708 (Plenum, New York, 2001).

33.W.S. Kiger III, M.R. Palmer, K. J. Riley et al., “A pharmakinetic model for the concentration of 10B in blood after boronophenylalannefructose administration in humans.” Radiat. Res., v. 155, p. 611 – 618, 2001.

34.O.K. Harling et al., “The fission converter-based epithermal neutron irradiation facility at the Massachusetts Institute of TechnologyReactor.” Nucl. Sci. Eng., v. 140, p. 223 – 240, 2002.

35.W.S. Kiger III et al.,”Pharamacokinetic modeling for boronopherylalanine-fructose in human patient with glioma and metastatic melanoma.” J. Neuro-Oncol., v. 62, p. 171– 186, 2003.

36.K.J. Riley, P.J. Binns, O.K. Harling, “A state-of-art epithermal neutron irradiation facility for neutron capture therapy.” Phys. Med. Biol., v. 49, p. 3725 – 3735, 2004.

37.Y. Nakagawa, “President’s Adress. Boron neutron capture therapy in

Japan-from past to the future.” In: Advances in neutron capture therapy 2006. Proceeding of 12th International Congress on Neutron Capture Therapy.

38.P.M. Busse et al., “A critical examination of the results from the Harvard-MIT NCT program phase I clinical trial of neutron capture therapy for intracranial disease.” J. Neuro-Oncology, v. 62, p. 111-121, 2003.

39.A.Z. Diaz, “Assessment of results from the phase I/II boron neutron capture therapy trials at the Brookhaven National Laboratory from a clinicians point of view.” J. Neuro-Oncology, v. 62, p. 101-109, 2003.

250